RU2572080C1 - Method for conditioning bottom radionuclide-containing deposits - Google Patents
Method for conditioning bottom radionuclide-containing deposits Download PDFInfo
- Publication number
- RU2572080C1 RU2572080C1 RU2014152214/07A RU2014152214A RU2572080C1 RU 2572080 C1 RU2572080 C1 RU 2572080C1 RU 2014152214/07 A RU2014152214/07 A RU 2014152214/07A RU 2014152214 A RU2014152214 A RU 2014152214A RU 2572080 C1 RU2572080 C1 RU 2572080C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- substance
- matrix
- potassium
- retardant
- ceramic matrix
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, направлено на сохранение природных ресурсов и защиту среды обитания человека, изобретение может быть использовано для локализации радиоактивных отходов, в частности донных отложений, загрязненных радионуклидами.The invention relates to the field of environmental protection, aimed at preserving natural resources and protecting the human environment, the invention can be used to localize radioactive waste, in particular bottom sediments contaminated with radionuclides.
Известен способ переработки жидких отходов, содержащих радионуклиды, заключающийся в их окислительной обработке путем озонирования в присутствии катализатора (Патент РФ 2122753, кл. G21F 9/06, опубл. 1998). Озонирование отходов проводят при температуре 30-80°С и рН раствора 10-13. Разделяют образующийся радиоактивный шлам и жидкую фазу. Обрабатывают жидкую фазу осадителями для дополнительного выделения радионуклидов с последующим снижением рН до значения 8-9. Повторно отделяют образовавшийся радиоактивный шлам и проводят доочистку жидкой фазы на селективных сорбентах. Далее отверждают полученные шламы и отработанные сорбенты и направляют очищенные от радионуклидов растворы на отверждение и хранение как химические отходы. Недостатками известного способа является его трудоемкость и многостадийность.A known method of processing liquid waste containing radionuclides, which consists in their oxidative treatment by ozonation in the presence of a catalyst (RF Patent 2122753, CL G21F 9/06, publ. 1998). Ozonation of waste is carried out at a temperature of 30-80 ° C and a solution pH of 10-13. The resulting radioactive sludge is separated from the liquid phase. The liquid phase is treated with precipitants for additional isolation of radionuclides, followed by a decrease in pH to a value of 8-9. The resulting radioactive sludge is re-separated and the liquid phase is further treated with selective sorbents. Then, the obtained sludge and spent sorbents are cured and the solutions purified from radionuclides are sent for curing and storage as chemical waste. The disadvantages of this method is its complexity and multi-stage.
Известен способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих нитрат натрия, а именно включение радиоактивных отходов в керамическую матрицу (Патент РФ 2086019, кл. G21F 9/16, опубл. 1997). Способ включает смешение жидких радиоактивных отходов с материалом, образующим керамику, восстановителем нитрат-ионов, в качестве которого используют карбамид, и минерализатором, в качестве которого используют кремне-фторид аммония. В качестве компонентов для образования керамики используют бентонит, смесь трепела и гидроокиси алюминия, а также суглинок. Содержание карбамида должно быть выше стехиометрического значения более чем на 80%. Смесь обезвоживают до остаточной влажности не более 10 мас.% при температуре 100°С, затем нагревают при температуре 100-180° в течение 6-8 ч, и выдерживают при 180-190°С не менее 4 ч. Производят обжиг не менее 1 ч при 900°С и охлаждают. В процессе отверждения не выделяются радионуклиды, полученный керамический продукт имеет низкую пористость, следствием чего является его стойкость к выщелачиванию радионуклидов.A known method of processing liquid radioactive waste containing sodium nitrate, namely the inclusion of radioactive waste in a ceramic matrix (RF Patent 2086019, CL G21F 9/16, publ. 1997). The method involves mixing liquid radioactive waste with a ceramic-forming material, a nitrate ion reducing agent, which is used as a urea, and a mineralizer, which is used as ammonium silicon fluoride. Bentonite, a mixture of tripoli and aluminum hydroxide, as well as loam, are used as components for the formation of ceramics. The urea content should be higher than the stoichiometric value by more than 80%. The mixture is dehydrated to a residual moisture content of not more than 10 wt.% At a temperature of 100 ° C, then heated at a temperature of 100-180 ° for 6-8 hours, and maintained at 180-190 ° C for at least 4 hours. Firing is performed for at least 1 h at 900 ° C and cooled. During the curing process, no radionuclides are released, the ceramic product obtained has low porosity, which results in its resistance to leaching of radionuclides.
Недостатком известного способа является длительность процесса, необходимость отжига радиоактивных отходов с компонентами для образования керамики, что делает его нетехнологичным и приводит к образованию газообразных РАО. The disadvantage of this method is the length of the process, the need for annealing of radioactive waste with components for the formation of ceramics, which makes it non-technological and leads to the formation of gaseous radioactive waste.
Известен способ отверждения жидких радиоактивных отходов (Патент РФ 2197763, G21F 9/16, опубл. 27.01.2003), который включает многократную пропитку пористого керамического материала раствором радиоактивных отходов с промежуточным вентилированием и сушкой материала воздухом или перегретым паром. Затем керамический материал обрабатывают раствором осадителей и проводят высокотемпературную обработку при 1350-1500°С. Керамический материал для отверждения жидких радиоактивных отходов выполняют в виде колец Рашига, цилиндров или шаров из тонкодисперсных оксидов с размером частиц не более 20 мкм. A known method of solidification of liquid radioactive waste (RF Patent 2197763, G21F 9/16, publ. 01/27/2003), which includes the multiple impregnation of porous ceramic material with a solution of radioactive waste with intermediate ventilation and drying of the material with air or superheated steam. Then the ceramic material is treated with a solution of precipitants and conduct high-temperature processing at 1350-1500 ° C. Ceramic material for the solidification of liquid radioactive waste is made in the form of Raschig rings, cylinders or balls of finely dispersed oxides with a particle size of not more than 20 microns.
Недостатком известного способа является переработка только жидких отходов и высокая температура (более 1300°С), что требует сложного оборудования при работе с радиоактивными веществами. The disadvantage of this method is the processing of only liquid waste and high temperature (more than 1300 ° C), which requires sophisticated equipment when working with radioactive substances.
Известен способ стабилизации отходов посредством керамики с химически связанными фосфатами (Патент US 5830815, С04B 35/63, опубл. 03.11.1998), выбранный в качестве прототипа. Указанный способ включает подачу раствора, содержащего одновалентный щелочной металл, смешивание указанного раствора с порошком оксида для получения связующего при взаимодействии связующего в виде суспензии с сыпучим материалом (радиоактивный отход) и последующим формированием керамической матрицы. Недостатком является невозможность однородного смешения компонентов, особенно при отверждении больших объемов (бочки 60 и 200 л), быстрое схватывание материала, что приводит к получению пористой керамики, а следовательно, к повышению скорости выщелачивания радионуклидов. A known method of stabilizing waste through ceramics with chemically bound phosphates (Patent US 5830815, С04B 35/63, publ. 03.11.1998), selected as a prototype. The specified method includes feeding a solution containing a monovalent alkali metal, mixing said solution with an oxide powder to obtain a binder by reacting the binder in the form of a suspension with bulk material (radioactive waste) and the subsequent formation of a ceramic matrix. The disadvantage is the impossibility of uniform mixing of the components, especially when curing large volumes (barrels of 60 and 200 l), the rapid setting of the material, which leads to the production of porous ceramics, and therefore, to increase the rate of leaching of radionuclides.
Задачей изобретения является разработка способа кондиционирования донных отложений с целью получения керамических матриц, обеспечивающих экологически безопасное хранение таких отходов, а также выбор компонентов, их соотношений, порядка смешения, что обеспечивает повышение эффективности процесса перемешивания, снижение стоимости и замедление времени отверждения, снижение скорости выщелачивания радионуклидов из матрицы. The objective of the invention is to develop a method for conditioning bottom sediments in order to obtain ceramic matrices that provide environmentally safe storage of such waste, as well as the choice of components, their ratios, mixing order, which improves the efficiency of the mixing process, reduces cost and slows down the curing time, reduces the rate of leaching of radionuclides from the matrix.
Поставленная задача решается тем, что способ кондиционирования радиоактивных донных отложений, включающий их смешение с веществом, обеспечивающим их заключение в керамическую матрицу (калий-магний-фосфатную матрицу), и выдержку до окончания схватывания, но в отличие от прототипа смешение матричных материалов проводят последовательно с суспензией, содержащий донные отложения, в качестве вещества, обеспечивающего заключение донных отложений в форму керамической матрицы используют такие компоненты, как дигидрофосфат калия, оксид магния и воду, а также замедлитель при следующем соотношении компонентов: KH2PO4:Н2О:Fe(NO3):донное отложение:(MgO:Н2О)=3:0,6:0,04:1,5:2,4.The problem is solved in that the method of conditioning radioactive bottom sediments, including mixing them with a substance that ensures their conclusion in a ceramic matrix (potassium-magnesium phosphate matrix), and exposure until setting, but in contrast to the prototype, the matrix materials are mixed sequentially with a suspension containing bottom sediments, such substances as potassium dihydrogen phosphate, magnesium oxide are used as a substance for concluding bottom sediments in the form of a ceramic matrix and water, as well as a retarder in the following ratio: KH 2 PO 4: H 2 O: Fe (NO 3) bottom deposition: (MgO: H 2 O) = 3: 0.6: 0.04: 1.5 : 2.4.
В качестве замедлителя используется Fe(NO3)·9H2O в соотношении дигидрофосфат калия замедлитель 25:1.Fe (NO 3 ) · 9H 2 O is used as a moderator in a ratio of potassium dihydrogen phosphate moderator 25: 1.
После заполнения контейнера проводят вибрационное воздействие на смесь до выравнивания температуры по объему контейнера.After filling the container, a vibrational effect on the mixture is carried out until the temperature is equalized to the volume of the container.
В бочку компоненты добавляют последовательно: KH2PO4 и Fe(NO3)3·9H2O, затем воду и донное отложение, смесь тщательно перемешивается, затем при активном перемешивании вносится технический оксид магния (например, ПМК-83) в виде суспензии. При повышении температуры реакционной массы выше 40°С (реакция экзотермическая) перемешивание можно остановить, мешалку поднять. В дальнейшем перемешивание осуществляется за счет внешней вибрации бочки, что повышает однородность смеси. Если первым добавлять в бочку донное отложение, то на дне бочки может остаться не перемешанный осадок, который в дальнейшем не включится в матрицу. Если донное отложение добавить, когда внесены все компоненты, образующие керамику, то не будет достигнуто равномерное распределение отложений в образовавшейся керамике. Следует также отметить, что отвержденные образцы калий-магний-фосфатной керамики в процессе выдержки продолжают набирать прочность, что связано с медленными процессами перекристаллизации образовавшегося КMgPO4·6H2O. The components are added sequentially to the barrel: KH 2 PO 4 and Fe (NO 3 ) 3 · 9H 2 O, then water and bottom sediment, the mixture is thoroughly mixed, then with active stirring technical magnesium oxide (for example, PMK-83) is added as a suspension . When the temperature of the reaction mixture rises above 40 ° C (exothermic reaction), stirring can be stopped, and the stirrer raised. Further mixing is carried out due to the external vibration of the barrel, which increases the uniformity of the mixture. If the bottom sediment is added first to the barrel, an unmixed sediment may remain at the bottom of the barrel, which will not be included in the matrix in the future. If the bottom sediment is added when all the components forming the ceramic are added, then a uniform distribution of the deposits in the resulting ceramics will not be achieved. It should also be noted that the cured samples of potassium-magnesium-phosphate ceramics during the aging process continue to gain strength, which is associated with slow processes of recrystallization of the resulting KMgPO 4 · 6H 2 O.
Пример осуществления изобретения приведен ниже. An example embodiment of the invention is given below.
Пустой контейнер устанавливается на вибрационный стол, находящийся под загрузочным устройством. В контейнер подается дигидрофосфат калия, замедлитель, вода и донное отложение при постоянном перемешивании. В равномерно перемешанную смесь добавляется оксид магния в виде заранее приготовленной суспензии. При начале процесса кристаллизации, фиксируемой по повышению температуры смеси (около 40°С), мешалка извлекается и включается вибрационный стол.An empty container is mounted on a vibrating table under the loading device. Potassium dihydrogen phosphate, a moderator, water and bottom sediment are fed into the container with constant stirring. Magnesium oxide in the form of a pre-prepared suspension is added to the uniformly mixed mixture. At the beginning of the crystallization process, recorded by increasing the temperature of the mixture (about 40 ° C), the mixer is removed and the vibrating table is turned on.
Контроль загрузки компонентов и донного отложения осуществляется по показаниям тензодатчиков. Температура процесса контролируется при помощи тепловизора, после заполнения контейнера вибрационное воздействие продолжается до выравнивания температуры по высоте контейнера в пределах 5-6°С. При этом температура смеси может достигать 50-80°С. Monitoring the load of components and sediment is carried out according to the testimony of load cells. The process temperature is controlled using a thermal imager, after filling the container, the vibration effect continues until the temperature is equalized to the height of the container within 5-6 ° C. The temperature of the mixture can reach 50-80 ° C.
Количество компонентов смеси для приготовления керамики в расчете на бочки объёмом 200 л представлено в таблице 1. Масса донных отложений в пересчете на воздушно-сухую массу составляет 20% от массы компаунда. В таблице 1 приведен расчет компонентов смеси для приготовления керамики в бочке объемом 200 л (* в пересчете на воздушно-сухую массу). Результаты микроскопического исследования шлифов, полученных из отвержденных в калий-магний-фосфатную керамику донных отложений, свидетельствуют о появлении новообразованных кристаллических фаз на поверхности матрицы, контактировавшей с водой (рис. 1). При микроскопическом исследовании шлифа калий-магний-фосфатной керамики с включенными донными отложениями на участке, близком к поверхности образца, видно, что в поре, имеющей выход на поверхность, наблюдается рост кристаллов, постепенно заполняющих пору. The number of components of the mixture for the preparation of ceramics per barrel of 200 l is presented in table 1. The mass of bottom sediments, calculated on the basis of the air-dry mass, is 20% of the mass of the compound. Table 1 shows the calculation of the components of the mixture for the preparation of ceramics in a barrel of 200 l (* in terms of air-dry mass). The results of microscopic studies of thin sections obtained from bottom sediments cured into potassium-magnesium-phosphate ceramics indicate the appearance of newly formed crystalline phases on the surface of the matrix in contact with water (Fig. 1). Microscopic examination of a thin section of potassium-magnesium-phosphate ceramics with bottom sediments included in the area close to the surface of the sample shows that in a pore that has an exit to the surface, crystals are growing that gradually fill the pore.
Процессы формирования новообразований происходят в основном за счет внутренних процессов перекристаллизации, так как вода над образцами была дистиллированная. Среди процессов, происходящих при длительной выдержке калий-магний-фосфатной керамики, возможно образование кристаллогидратов, в частности формирование более крупных кристаллов KMgPO4·6H2O. The processes of formation of neoplasms occur mainly due to internal processes of recrystallization, since the water above the samples was distilled. Among the processes that occur during prolonged exposure of potassium-magnesium-phosphate ceramics, the formation of crystalline hydrates is possible, in particular the formation of larger crystals of KMgPO 4 · 6H 2 O.
Таким образом, в процессе длительно нахождения под водой отвержденной калий-магний-фосфатной керамики с включенными радиоактивными отходами на ее поверхности и в поверхностных порах материала довольно интенсивно происходили процессы образования новых кристаллических фаз. Эти процессы приводят к упрочнению и снижению пористости матрицы. В целом происходящие техногенные процессы подобны процессам формирования более стабильных новообразованных кристаллических фаз в геологической среде, что подтверждают данные по скорости выщелачивания радионуклидов из образцов донных отложений, отвержденных в калий-магний-фосфатную керамику (таблица 2). Thus, during the long-term presence of solidified potassium-magnesium-phosphate ceramics under water with radioactive waste incorporated on its surface and in the surface pores of the material, the formation of new crystalline phases took place rather intensively. These processes lead to hardening and decrease in matrix porosity. In general, the ongoing technogenic processes are similar to the processes of the formation of more stable newly formed crystalline phases in the geological environment, which is confirmed by the data on the rate of leaching of radionuclides from samples of bottom sediments cured into potassium-magnesium phosphate ceramics (table 2).
Полученные результаты свидетельствуют, что скорости выщелачивания радионуклидов после длительного пребывания в воде остались такими же низкими, как и в начале экспериментов. Не произошло заметного разрушения или хотя бы частичного растворения керамики. The results obtained indicate that the leaching rates of radionuclides after a long stay in water remained as low as at the beginning of the experiments. There was no noticeable destruction or at least partial dissolution of the ceramics.
Что и подтверждает задачу изобретения получение керамических матриц, обеспечивающих экологически безопасное и долговременное хранение таких отходов.Which confirms the objective of the invention to obtain ceramic matrices that provide environmentally friendly and long-term storage of such waste.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014152214/07A RU2572080C1 (en) | 2014-12-23 | 2014-12-23 | Method for conditioning bottom radionuclide-containing deposits |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014152214/07A RU2572080C1 (en) | 2014-12-23 | 2014-12-23 | Method for conditioning bottom radionuclide-containing deposits |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2572080C1 true RU2572080C1 (en) | 2015-12-27 |
Family
ID=55023465
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2014152214/07A RU2572080C1 (en) | 2014-12-23 | 2014-12-23 | Method for conditioning bottom radionuclide-containing deposits |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2572080C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2605607C1 (en) * | 2015-08-14 | 2016-12-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of processing radioactive bottom sediments |
| RU2627690C1 (en) * | 2016-09-15 | 2017-08-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method of conditioning water containing tritium |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4354954A (en) * | 1978-04-29 | 1982-10-19 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Method for solidifying aqueous radioactive wastes for noncontaminating storage |
| US4534893A (en) * | 1982-04-17 | 1985-08-13 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Method for solidifying radioactive wastes |
| RU2165110C2 (en) * | 1999-04-28 | 2001-04-10 | Аншиц Александр Георгиевич | Ceramic sponge for concentration and hardening of liquid extrahazardous waste and method for its production |
| RU2197763C1 (en) * | 2001-11-08 | 2003-01-27 | Институт геохимии и аналитической химии им. В.И. Вернадского РАН | Method for solidifying liquid radioactive wastes and ceramic material used for the purpose |
-
2014
- 2014-12-23 RU RU2014152214/07A patent/RU2572080C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4354954A (en) * | 1978-04-29 | 1982-10-19 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Method for solidifying aqueous radioactive wastes for noncontaminating storage |
| US4534893A (en) * | 1982-04-17 | 1985-08-13 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Method for solidifying radioactive wastes |
| RU2165110C2 (en) * | 1999-04-28 | 2001-04-10 | Аншиц Александр Георгиевич | Ceramic sponge for concentration and hardening of liquid extrahazardous waste and method for its production |
| RU2197763C1 (en) * | 2001-11-08 | 2003-01-27 | Институт геохимии и аналитической химии им. В.И. Вернадского РАН | Method for solidifying liquid radioactive wastes and ceramic material used for the purpose |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2605607C1 (en) * | 2015-08-14 | 2016-12-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of processing radioactive bottom sediments |
| RU2627690C1 (en) * | 2016-09-15 | 2017-08-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method of conditioning water containing tritium |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5645518A (en) | Method for stabilizing low-level mixed wastes at room temperature | |
| US4354954A (en) | Method for solidifying aqueous radioactive wastes for noncontaminating storage | |
| US7745679B2 (en) | Method of waste stabilization with dewatered chemically bonded phosphate ceramics | |
| CN105989903B (en) | Method for handling radioactive liquid waste | |
| RU2572080C1 (en) | Method for conditioning bottom radionuclide-containing deposits | |
| WO2014010638A1 (en) | Method for separation, stabilization and immobilization of multi-nuclide elements including cesium and strontium | |
| KR100615066B1 (en) | Method for packaging industrial, in particular radioactive waste, in apatite ceramics | |
| JP7129989B2 (en) | Compositions for the treatment of hazardous sludges and ion exchange media | |
| US6472579B1 (en) | Method for solidification of radioactive and other hazardous waste | |
| AU2023202069A1 (en) | Process for treating fluid wastes | |
| KR102060442B1 (en) | Cement solidifying composition for handling of radioactive waste | |
| US2967153A (en) | Solid desiccant | |
| RU2627690C1 (en) | Method of conditioning water containing tritium | |
| RU2605607C1 (en) | Method of processing radioactive bottom sediments | |
| RU2518501C2 (en) | Conditioning of liquid radioactive wastes | |
| RU2633817C1 (en) | Method of synthesizing mineral-like matrices for isolation of radioactive substances | |
| Kononenko et al. | Incorporation of bottoms from nuclear power plants into a matrix based on portland cement and silicic additives | |
| RU2483375C2 (en) | Composite material for immobilisation of liquid radioactive wastes, and its application method | |
| RU2197763C1 (en) | Method for solidifying liquid radioactive wastes and ceramic material used for the purpose | |
| CN111933326A (en) | Method for treating radioactive tritium-containing wastewater | |
| JPH06300893A (en) | Solidifying material for radioactive waste | |
| RU2165110C2 (en) | Ceramic sponge for concentration and hardening of liquid extrahazardous waste and method for its production | |
| JPS61178698A (en) | Method of hardening water glass | |
| JP6198645B2 (en) | Adsorbent | |
| JPH01503332A (en) | Immobilization method of radioactive ion exchange resin using hydraulic binder |